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Overview of physics basis for ITER

V Mukhovatov, M Shimada, A N Chudnovskiy, A E Costley, Y Gribov, G Federici, O Kardaun, A S Kukushkin, A Polevoi, V D Pustovitov2003年Plasma Physics and Controlled FusionIF 2.2出版社

ITER will be the first magnetic confinement device with burning DT plasma and fusion power of about 0.5 GW. Parameters of ITER plasma have been predicted using methodologies summarized in the ITER Physics Basis (1999 Nucl. Fusion39 2175). During the past few years, new results have been obtained that substantiate confidence in achieving Q ⩾ 10 in ITER with inductive H-mode operation. These include achievement of a good H-mode confinement near the Greenwald density at high triangularity of the plasma cross section; improvements in theory-based confinement projections for the core plasma, even though further studies are needed for understanding the transport near the plasma edge; improvement in helium ash removal due to the elastic collisions of He atoms with D/T ions in the divertor predicted by modelling; demonstration of feedback control of neoclassical tearing modes and resultant improvement in the achievable β-values; better understanding of edge localized mode (ELM) physics and development of ELM mitigation techniques; and demonstration of mitigation of plasma disruptions. ITER will have a flexibility to operate also in steady-state and intermediate (hybrid) regimes. The 'advanced tokamak' regimes with weak or negative central magnetic shear and internal transport barriers are considered as potential scenarios for steady-state operation. The paper concentrates on inductively driven plasma performance and discusses requirements for steady-state operation in ITER.

日本語訳

ITERは、核融合出力約0.5GWの燃焼プラズマを実現する初の磁気閉じ込め装置となる。ITERプラズマのパラメータは、ITER物理ベース(1999 Nucl. Fusion 39 2173)にまとめられた方法論を用いて予測されてきた。過去数年間に、誘導Hモード運転におけるITERでのQ≧10達成への信頼性を裏付ける新たな結果が得られている。これには、高三角形度プラズマ断面におけるグリーンワルド密度近傍での良好なHモード閉じ込めの達成、コアプラズマに対する理論ベースの閉じ込め予測の改善(ただし、周辺プラズマの輸送理解にはさらなる研究が必要)、モデリングにより予測されたダイバータにおけるHe原子とD/Tイオンとの弾性衝突によるヘリウム灰排出の改善、新古典テアリングモードのフィードバック制御の実証とそれによる達成可能なβ値の向上、ELM物理の理解深化とELM緩和手法の開発、およびプラズマ擾乱の緩和手法の実証が含まれる。ITERは、定常運転および中間(ハイブリッド)運転シナリオでも柔軟に運転できる設計となっている。弱い負の磁気シアまたは負の磁気シアと内部輸送障壁を有する「先進トカマク」運転シナリオは、定常運転の有望な候補と考えられている。本論文は、誘導運転によるプラズマ性能に焦点を当て、ITERにおける定常運転の要件について議論する。

装置

iter高精度(タイトル一致)

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ITER
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